Journal articles on the topic 'Реактор атомний'
To see the other types of publications on this topic, follow the link: Реактор атомний.
Create a spot-on reference in APA, MLA, Chicago, Harvard, and other styles
Consult the top 36 journal articles for your research on the topic 'Реактор атомний.'
Next to every source in the list of references, there is an 'Add to bibliography' button. Press on it, and we will generate automatically the bibliographic reference to the chosen work in the citation style you need: APA, MLA, Harvard, Chicago, Vancouver, etc.
You can also download the full text of the academic publication as pdf and read online its abstract whenever available in the metadata.
Browse journal articles on a wide variety of disciplines and organise your bibliography correctly.
1
Яковлев, Р. М., and И. А. Обухова. "НА ПУТИ К БЕЗОПАСНОЙ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКЕ." Биосфера 9, no. 2 (June 30, 2017): 27. http://dx.doi.org/10.24855/biosfera.v9i2.354.
Full textAbstract:
Две катастрофы планетарного масштаба в Чернобыле и Фукусиме и множество других аварий и инцидентов на предприятиях атомной промышленности создают значительный риск для биосферы. Все установленные на атомных электростанциях (АЭС) реакторы и хранилища отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) представляют высокую опасность из-за огромного количества радионуклидов, накопленных в ОЯТ, значительная часть которых может быть выброшена во внешнюю среду в чрезвычайных ситуациях, обусловленных совершенно разными, а потому непредсказуемыми причинами. Из действующих реакторов наибольшую опасность представляют блоки типа Чернобыльского (реактор большой мощности канального типа – РБМК). Высокую радиационную опасность представляет смешанное уран-плутониевое топливо (МОКС-топливо), которое пока используется в небольшом числе реакторов, но предполагается для широкого использования. Производство такого топлива сопряжено с отравлением внешней среды плутонием. Особую опасность создает возможность использования МОКС-топлива в «грязной» атомной бомбе. Еще более высокую опасность для среды представят реакторы на быстрых нейтронах с ядерным топливом на основе плутония, который при каждом реакторе необходим в количестве 20 тонн для замыкания топливного цикла. Плутоний при аварии в тысячи раз опасней для среды и жизни людей, чем цезий-137. Кроме того, из плутония любого изотопного состава может быть изготовлено ядерное взрывное устройство. Возможности получения необходимого количества плутония возрастают вследствие расширения географии ядерной энергетики. Экологический и террористический риск, обусловленный атомной энергетикой, можно минимизировать при переходе от уран-плутониевого ядерного топливного цикла к торий- урановому. Жидкое торий-урановое топливо можно корректировать по составу в активной зоне реактора, удаляя и аккумулируя летучие и газообразные продукты, а в критической ситуации можно слить. Начало такому переходу могут положить реакторы небольшой мощности. С большой атомной энергетикой следует подождать, остановив как можно скорее все РБМК-реакторы, высокий уровень опасности которых рассмотрен в этой статье.
2
Chetveryk, Mykhailo, Olena Bubnova, and Kateryna Levchenko. "ВИКОРИСТАННЯ ПРОСТОРІВ ВІДПРАЦЬОВАНИХ КАР’ЄРІВ ДЛЯ ЗАБЕЗПЕЧЕННЯ ЕНЕРГЕТИЧНОЇ НЕЗАЛЕЖНОСТІ ГІРНИЧОДОБУВНИХ РЕГІОНІВ." Metallurgicheskaya i gornorudnaya promyshlennost, no. 5-6 (December 27, 2019): 3–11. http://dx.doi.org/10.34185/0543-5749.2019-5-6-3-11.
Full textAbstract:
Мета. Обґрунтування можливості забезпечення енергетичної незалежності гірничодобувних регіонів за рахунок використання просторів відпрацьованих кар’єрів для виробництва електроенергії та економічної ефективності доопрацювання кар’єрів із одночасним створенням в них маломодульних атомних електростанцій.Методика. Аналіз застосовуваних у світі енергетичних систем, заснованих на використанні енергії атома, дозволив обґрунтувати створення маломодульних атомних електростанцій у просторах відпрацьованих кар'єрах.Результати. Обґрунтовано вид енергетичного комплексу, що розміщується в кар'єрі, тип атомного реактора, його потужність і безпека. Розглянута можливість спорудження атомної станції з одночасним веденням гірничих робіт. Обґрунтовано розташування атомного реактора, при якому б досягалося мінімальне забруднення навколишнього середовища. Встановлено економічну та соціальну ефективність створення атомної станції в кар'єрі.Наукова новизна. Вперше показано можливість розміщення атомної електростанції у просторі відпрацьованого кар’єру із забезпеченням її ресурсами, створенням екологічно безпечної роботи та економічної і соціальної ефективності.Практична цінність. Запропонований варіант розміщення міні атомної електростанції у просторі кар’єру одночасно з його доопрацюванням має соціальну, економічну та екологічну ефективність. Соціальна ефективність складається у перепрофілюванні кар’єру та забезпечення зайнятості населення. Екологічна ефективність полягає у зменшенні екологічного навантаження та рекультивації об’єктів гірничорудного комплексу. Економічна ефективність складається із зменшення собівартості руди, що буде видобуватись при доопрацюванні кар’єру, та близько 1 млрд. доларів операційного прибутку від експорту електроенергії, яку може виробити проектована електростанція.
3
Бервальд, Джули. "Безопасный атомный реактор." National geographic. Россия, октябрь (№ 97) (2011): 66–67.
Find full text
4
Третьякевич, Сергей, and Филипп Сперанский. "Программные средства, применяемые для анализа и обоснования безопасности атомной электростанции в части нейтронно-физических вычислений." Journal of Civil Protection 1, no. 3 (August 14, 2017): 361–72. http://dx.doi.org/10.33408/2519-237x.2017.1-3.361.
Full textAbstract:
Представлен обзор нейтронно-физических программных средств различных стран, используемых для анализа и обоснования безопасности блока АЭС, в том числе для определения параметров активной зоны блока АЭС в различных режимах эксплуатации, расчета топливной кампании, выгорания ядерного топлива и т. д. Рассмотрены программные средства для создания библиотек малогрупповых констант, включающих нейтронные макроскопические сечения элементов активных зон ядерных реакторов в зависимости от физических характеристик ядерного реактора, программы-имитаторы активных зон ядерных реакторов для сравнительно быстрых вычислений нейтронно-физических характеристик на основе предварительно подготовленной библиотеки малогрупповых констант, и прецизионные программы на основе метода Монте-Карло. Предложены программные средства для проведения нейтронно-физических расчетов ядерных реакторов Белорусской АЭС эксплуатирующей организацией и регулирующим органом и его организациями технической поддержки.
5
Chernov, A., V. Bronnikov, A. Rybchuk, N. Vlasenko, S. Popov, G. Raspopin, S. Krasnukha, V. Prokhorov, and D. Sergeenko. "Техніко-економічна оцінка можливості використання реакторів CANDU в атомній енергетиці України." Nuclear and Radiation Safety, no. 4(56) (December 16, 2012): 63–66. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2012.4(56).14.
Full textAbstract:
Робочою групою фахівців ДП «НАЕК«Енергоатом» та AECL проаналізовано матеріали щодо реактора Enhanced CANDU6 (EC6), зокрема на відповідність проекту вимогам стандарту МАГАТЕ NS-R-1 і вимогам EUR, вивчено досвід експлуатації реакторів CANDU в Канаді (АЕС «Дарлінгтон») і Румунії (АЕС «Чернавода»), досліджено можливості українських підприємств стосовно локалізації проекту в Україні. Техніко-економічна оцінка показала можливість застосування енергоблоків ЕС6 на нових АЕС України нарівні з блоками III покоління ВВЕР/PWR провідних світових виробників.
6
Severin, V., and E. Nikulina. "Синтез оптимальних систем автоматичного керування енергоблока АЕС у нормальних режимах експлуатації." Nuclear and Radiation Safety, no. 3(59) (September 18, 2013): 62–68. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2013.3(59).11.
Full textAbstract:
Для параметричного синтезу систем автоматичного керування й вивчення різних законів керування енергоблоком атомної електростанції за нормальних режимів експлуатації побудовано математичні моделі систем керування ядерним реактором, парогенератором, паровою турбіною, енергоблоком. Виконано синтез оптимальних систем автоматичного керування з лінійними і нечіткими регуляторами генетичними алгоритмами для ядерного реактора, парогенератора, парової турбіни й усього енергоблока, що дає змогу порівняти нечіткі регулятори та традиційні ПІД-регулятори.
7
Shepitchak, А., O. Kukhotskyi, and O. Ligotskyy. "Огляд референтних рівнів західноєвропейської асоціації органів регулювання ядерної безпеки (WENRA) для дослідницьких реакторів." Nuclear and Radiation Safety, no. 3(91) (September 17, 2021): 22–31. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2021.3(91).03.
Full textAbstract:
Дослідницькі реактори є центрами інновацій та розвитку ядерних технологій, енергетики та науки, а сфера їх використання охоплює широкий спектр галузей. Конструкція деяких дослідницьких реакторів подібна до енергетичних ядерних реакторів, оскільки вони призначалися для дослідження нових технологій генерації електроенергії і були прототипами сучасних конструкцій енергетичних ядерних реакторів. Незважаючи на більш низьку потужність і, відповідно, меншу кількість ядерного палива та радіоактивних речовин, що утворюються під час експлуатації дослідницьких реакторів, їх потенційна небезпека для населення і навколишнього середовища все ж велика та потребує належного аналізу безпеки з використанням сучасних методів та з урахуванням досягнутого рівня науки і техніки. Розвиток і підтримка високого рівня безпеки є важливим і першим пріоритетом для забезпечення ефективності та сталого розвитку не тільки дослідницьких реакторів, а й атомних електростанцій. Невід’ємною складовою цього процесу є встановлення вимог з безпеки, які будуть застосовні для всіх типів дослідницьких реакторів і не обмежуватимуть їх потенціал. У листопаді 2020 року, за результатами трирічної діяльності унікальної робочої групи, до складу якої входили фахівці Державної інспекції ядерного регулювання України та Державного підприємства «Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки», була затверджена остаточна редакція референтних рівнів безпеки для діючих дослідницьких реакторів. Основною метою цих референтних рівнів є встановлення загальних вимог, що поширюватимуться на всі типи дослідницьких реакторів, від практично нульової потужності до десятків мегават, і відповідно гармонізація національних вимог. Це друга стаття серії публікацій у журналі «Ядерна та радіаційна безпека», присвячених референтним рівням безпеки Західноєвропейської асоціації органів регулювання ядерної безпеки (WENRA) для діючих дослідницьких реакторів. Перша стаття серії присвячена підходам до розробки референтних рівнів безпеки WENRA для діючих дослідницьких реакторів.
8
Begun, S., and S. Shirokov. "Реактори, що базуються на технології CANDU." Nuclear and Radiation Safety, no. 1(53) (March 12, 2012): 37–43. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2012.1(53).07.
Full textAbstract:
Проаналізовано використання реакторної технології CANDU у світовій атомній енергетиці. Розглянуто переваги й недоліки впровадження даної технології з економічної та технічної точки зору. Висвітлено технологічні проблеми використання реакторів типу CANDU, проблеми із забезпеченням ядерної безпеки. Визначено відповідні ризики впровадження даної реакторної технології в атомній енергетиці України.
9
Lysychenko, G., and Yu Ol'khovyk. "Щодо повернення в Україну високоактивних відходів від переробки відпрацьованого ядерного палива ВВЕР-440 Рівненської АЕС." Nuclear and Radiation Safety, no. 3(63) (September 1, 2014): 43–47. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2014.3(63).09.
Full textAbstract:
Розглянуто процеси формування осклованих високоактивних відходів від переробки відпрацьованого ядерного палива на ВО «Маяк» (РФ). Показано, що технології оскловування призводять до формування алюмофосфатної матриці, яка містить змішаний склад продуктів поділу і трансуранових нуклідів, що утворились у відпрацьованому ядерному паливі енергетичних реакторів ВВЕР-440, реакторів на швидких нейтронах, дослідницьких реакторів і ядерних енергетичних установок атомних підводних човнів.
10
Cherniak, Ya, O.-i. Shugailo, D. Brik, K. Kuznetsova, and V. Demeshko. "Узагальнення результатів робіт з оцінки технічного стану та продовження строку експлуатації деталей головного ущільнення реактора ВВЕР-1000 енергоблоків № 1 – 4 ВП ЗАЕС." Nuclear and Radiation Safety, no. 1(89) (March 19, 2021): 36–48. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2021.1(89).05.
Full textAbstract:
Умови експлуатації деталей головного ущільнення реактора призводять до того, що механічні властивості шпильки з часом змінюються та розподіляються по довжині нерівномірно. Такий розподіл механічних властивостей потребує врахування під час оцінки міцності головного ущільнення реактора і безпосередньо самої шпильки. У цій статті проаналізовано досвід виконання робіт з оцінки технічного стану деталей головного ущільнення реактора енергоблоків № 1 – 4 Відокремленого підрозділу «Запорізька атомна електростанція» під час переходу до довгострокової експлуатації з урахуванням результатів проведених державних експертиз ядерної та радіаційної безпеки. Розглянуто узагальнені відомості щодо впливу експлуатаційних факторів на властивості металу деталей головного ущільнення реактора ВВЕР-1000. Проаналізовано необхідність урахування змін властивостей металу деталей вузла головного ущільнення реактора під час їх розрахункових обґрунтувань міцності та вплив цих факторів на формування заходів з управління старінням.
11
Lashko, А., and T. Lashko. "Трансуранові елементи з низькою питомою активністю у відпрацьованому паливі атомних електростанцій та їх вплив на навколишнє середовище (на прикладі 4-го энергоблока Чорнобильської АЕС)." Nuclear and Radiation Safety 11, no. 2 (June 17, 2008): 32–34. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2008.11-2(38).04.
Full textAbstract:
Розроблено методику визначення вмісту актиноїдів малої концентрації в паливі 4-го енергоблока ЧАЕС. Бона базується на аналізі вимірювань радіонуклідного складу випадінь та на розрахунках вмісту радіонуклідів у паливі передаварійного реактора. Наведено результати розрахунків питомої потужності основних випромінювачів нейтронів спонтанного поділу в паливі 4-го енергоблока ЧАЕС та у відпрацьованому ядерному паливі атомних електростанцій для різної витримки. Проводиться аналіз ролі трансуранових елементів з низькою питомою активністю як у формуванні нейтронних полів в опроміненому паливі, такі у формуванні дози опромінення на забруднених територіях.
12
Горобец, Б. С. "Первая загрузка реактора, производящего плутоний для атомной бомбы,состояла из зарубежного урана." История науки и техники, no. 12 (2010): 24–35.
Find full text
13
Омаев, А. К., А. М. Багамадова,, and М. Е. Зобов. "Зависимость фотолюминесценции от температуры отжига поликристаллических слоев ZnO : Te/Si(111)." Оптика и спектроскопия 130, no. 3 (2022): 417. http://dx.doi.org/10.21883/os.2022.03.52172.2721-21.
Full textAbstract:
Поликристаллические пленки ZnO : Te/Si(111) получены методом газофазной эпитаксии в водороде в проточном реакторе пониженного давления. Свойства пленок ZnO : Te/Si(111) исследованы с помощью фотолюминесценции, рентгеновской дифракции и атомной силовой микроскопии. Фотолюминесцентные измерения показали, что в спектре излучения пленок ZnO : Te/Si(111) наблюдается весь диапазон видимой части спектра. Изучение спектра пленок ZnO : Te/Si(111) при 77 K показывает, что люминесценция смещается в красную область. Отжиг пленок при различных температурах (300-500oC) приводит к общему уменьшению интенсивности и к смещению излучения в длинноволновую область спектра. Ключевые слова: оксид цинка, люминесценция, структура, морфология.
14
Kukhotska, O., I. Ovdiienko, and M. Ieremenko. "Розробка та валідація моделі ВВЕР‑1000 для коду PARCS." Nuclear and Radiation Safety, no. 2(90) (June 14, 2021): 12–21. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2021.2(90).02.
Full textAbstract:
Сучасні підходи до моделювання процесів в активній зоні, насамперед у перехідних та аварійних режимах, з метою проведення аналізу безпеки ядерних реакторів, вимагають використання сполучених теплогідравлічних та нейтронно-фізичних розрахункових програм. Однією з таких програм є комп’ютерний код TRACE з модулем тривимірної кінетики PARCS.
Розробка розрахункової моделі водо-водяного енергетичного реактора (ВВЕР-1000) для коду PARCS та подальша її валідація є складною багатоступеневою задачею, починаючи з підготовки бібліотеки нейтронно-фізичних констант, від якості якої залежить точність моделювання фізичних процесів в активній зоні, та закінчуючи проведенням валідаційних розрахунків та їх аналізом.
У цій статті стисло описано всі стадії розробки розрахункової моделі та результати валідаційних розрахунків – наведено підходи до підготовки бібліотеки нейтронно-фізичних констант, необхідної для розрахунків кодом PARCS, коротко описані розроблені нейтронно-фізична та теплогідравлічна моделі активної зони та наведені результати валідаційних розрахунків реалізованої моделі ВВЕР‑1000 для коду PARCS.
Метою проведених розрахунків є валідація розробленої розрахункової моделі активної зони ВВЕР‑1000 для комп’ютерного коду PARCS, а саме підтвердження того, що розроблена модель придатна для застосування у рамках проведення нейтронно-фізичних розрахунків стаціонарних станів та перехідних і аварійних режимів експлуатації реакторної установки ВВЕР‑1000. Валідація розрахункової моделі полягала в порівняльному аналізі отриманих результатів розрахунку основних нейтронно-фізичних характеристик із результатами, отриманими під час експериментальних досліджень чотирьох реальних паливних завантажень енергоблока № 2 Відокремленого підрозділу «Хмельницька атомна електростанція», та з отриманими результатами розрахунку з використанням коду DYN3D для аналогічних розрахункових станів. Розрахункові моделювання охоплювали стани на мінімально контрольованому рівні та номінальному рівні потужності, а також за різних положень робочої групи органів регулювання системи управління і захисту, а також перехідний (динамічний) процес зі спрацюванням прискореного розвантаження блока для третього паливного завантаження енергоблока № 2 Відокремленого підрозділу «Хмельницька атомна електростанція».
15
Ieremenko, M., and V. Khalimonchuk. "Експертиза матеріалів обґрунтування впровадження нових типів ядерного палива на АЕС України. Досвід виконання незалежних перевірочних розрахунків." Nuclear and Radiation Safety, no. 1(49) (March 10, 2011): 9–14. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2011.1(49).02.
Full textAbstract:
Розглянуто досвід ДНТЦ ЯРБ проведення експертизи документів обґрунтування впровадження нових типів палива реакторів ВВЕР на АЕС України. Наведено дані щодо типів використовуваних ТВЗ на українських атомних станціях, перелік основних нормативних документів, що визначають порядок впровадження й ліцензування нових типів палива, найближчі плани з подальшого їх впровадження. Представлено практику виконання незалежних перевірочних розрахунків, яка прийнята в ДНТЦ ЯРБ у процесі проведення Державної експертизи ядерної та радіаційної безпеки стосовно проблеми впровадження нових типів палива.
16
Чупров, А. Е. "Применение лазерной эмиссионной спектрометрии (LIBS) для in-situ идентификации материалов стержней атомных реакторов." PHOTONICS Russia 13, no. 4 (June 21, 2019): 368–70. http://dx.doi.org/10.22184/1993-7296.fros.2019.13.4.368.370.
Full textAbstract:
Метод лазерной эмиссионной спектроскопии (Laser-Induced Breakdown Spectroscopy – LIBS) позволяет определить элементный состав исследуемого материала. Однако при поиске стальных компонентов атомных реакторов, предрасположенных к повышенному риску коррозии из-за аномально низкой концентрации кремния, идентификация затруднена. Характерные эмиссионные линии кремния, которые находятся преимущественно в УФ‑области спектра, сильно поглощаются в оптическом волокне, используемом в инструментальной реализации метода. Представлен элегантный способ, как обойти эти ограничения при решении вопроса своевременного вывода из эксплуатации стержней из бракованного материала.
17
Ханмурзаев, Х. Э., and А. С. А. Хасухаджиев. "НЕСАНКЦИОНИРОВАННЫЙ ДОСТУП К ИНФОРМАЦИИ." I Всероссийская научно-практическая конференция «Digital Era», no. 1 (March 26, 2021): 145–47. http://dx.doi.org/10.36684/38-2021-1-145-147.
Full textAbstract:
Современный человек, в какой бы сфере деятельности он ни оказался, не может обойтись без новейших информационных технологий. С помощью компьютеризации обеспечивается работоспособность и автоматизация всех нынешних административных предприятий, медицинских и банковских учреждений. Такие устройства, как атомные реакторы и маршрутизаторы поездных маршрутов, напрямую влияющие на безопасность людей и окружающей среды, зависят не только от труда человека, но и от специализированных программ, технического оснащения и компьютеров. Известные нам по множеству кинокартин и детективных романов средства кражи информации с информационных носителей имеют место быть и в реальных ситуациях. Так, множество информационных технологий, чьей целью является хранение и получение допуска к информации, иным технологиям, средства коммуникации и воздействия на особо важные объекты часто подвергаются несанкционированному доступу со стороны злоумышленника.
18
Bambura, А., I. Sazonova, А. Karpenko, L. Zharko, O. Fesenko, V. Iniushev, I. Zhygalov, and V. Posokh. "Експериментальні дослідження фрагмента попередньо напруженої захисної оболонки енергоблока атомної станції." Nuclear and Radiation Safety, no. 1(89) (March 19, 2021): 49–58. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2021.1(89).06.
Full textAbstract:
Захисна оболонка є елементом системи захисту реакторної установки, що ізолює її від навколишнього середовища та забезпечує локалізацію радіоактивних речовин у підоболонковому просторі в разі потенційно можливих проєктних аварій. Для забезпечення герметичності реакторного відділення по внутрішній залізобетонній поверхні захисної оболонки влаштовано герметизуюче сталеве облицювання товщиною 8 мм. Відповідно до чинних будівельних норм під час розрахунків конструкцій захисних оболонок потрібно виконувати перевірку герметизуючого сталевого облицювання на втрату стійкості. Перевірка елементів сталевого облицювання на втрату стійкості за методом, наведеним у ПНАЭ Г-10-007-89 [1], показала, що під час дії максимальної проєктної аварії відбувається втрата стійкості герметизуючого сталевого облицювання, що унеможливлює продовження ресурсу реактора. Для вивчення цього питання була розроблена програма експериментальних досліджень збереження цілісності герметизуючого сталевого облицювання (зокрема зварних швів) у разі можливої втрати стійкості облицювання внаслідок заданих силових та температурних впливів. Метою експериментальних досліджень було вивчення напружено-деформованого стану фізично і геометрично обґрунтованих моделей захисної оболонки атомних станцій щодо збереження цілісності герметизуючого сталевого облицювання (зокрема зварних швів) у разі втрати стійкості облицювання під впливом навантажень, які виникають під час максимальної проєктної аварії. У процесі підготовки експериментальних досліджень були розроблені технічні рішення дослідних зразків (моделей) та устаткування для випробувань. Під час розробки дослідних моделей були використані результати обстежень технічного стану захисної оболонки, дані щодо реальної міцності та складу бетону. За результатами проведених випробувань трьох дослідних зразків захисної оболонки енергоблоків було встановлено, що втрати стійкості сталевої оболонки дослідних зразків не відбулося, відповідно, не було зафіксовано руйнувань, пошкоджень, порушення герметичності дослідних зразків.
19
Kagramanian, V., A. Chebeskov, V. Decusar, and O. Gurskaya. "THE SOLUTION TO THE PROBLEM OF THE SPENT FUEL OF THERMAL REACTORS IN A TWO-COMPONENT SYSTEM OF ATOMIC ENERGY." PROBLEMS OF ATOMIC SCIENCE AND TECHNOLOGY. SERIES: NUCLEAR AND REACTOR CONSTANTS 2019, no. 2 (June 26, 2019): 117–26. http://dx.doi.org/10.55176/2414-1038-2019-2-117-126.
Full textAbstract:
To date, several conceptual models of the organization of a two-component nuclear power system have been proposed in the world. This report presents the schematic diagrams of these models, briefly describes their main tasks and prospects for their implementation with time. As a result, based on the preliminary analysis, a model of a two-component nuclear energy system with thermal and fast reactors operating in a single closed nuclear fuel cycle is proposed. Such a model, based on existing and demonstrated technologies of thermal and fast reactors, can solve the main problems of current nuclear power, consisting in the uncontrolled accumulation of SNF volumes of thermal reactors and the inefficient use of natural uranium.
20
Navolotsky, A. S., V. I. Afanasyev, A. D. Melnik, M. I. Mironov, V. G. Nesenevich, S. Ya Petrov, M. P. Petrov, et al. "NEUTRON COLLIMATOR FOR NEUTRAL PARTICLE DIAGNOSTIC SYSTEM FOR ITER." Problems of Atomic Science and Technology, Ser. Thermonuclear Fusion 43, no. 2 (2020): 38–48. http://dx.doi.org/10.21517/0202-3822-2020-43-2-38-48.
Full text
21
Tsibulskiy, V. F., E. A. Andrianova, V. D. Davidenko, E. V. Rodionova, and S. V. Tsibulskiy. "ADVANTAGES OF NEW FISSIONABLE NUCLIDES PRODUCTION FOR NUCLEAR POWER ENGINEERING IN HYBRID FUSION REACTORS." Problems of Atomic Science and Technology, Ser. Thermonuclear Fusion 39, no. 4 (2016): 5–12. http://dx.doi.org/10.21517/0202-3822-2016-39-4-5-12.
Full text
22
Yastrebinskiy-, Roman, Pavel Matyuhin-, Anna Yastrebinskaya-, and Aleksandr Karnauhov-. "THE MODIFIED IRON OXIDIC FILLERS FOR DESIGNS OF RADIATION PROTECTION OF ATOMIC REACTORS." Вестник Белгородского государственного технологического университета им. В.Г. Шухова 1, no. 10 (October 12, 2016): 209–13. http://dx.doi.org/10.12737/22102.
Full text
23
Tryshyn, V., O. Svarychevska, I. Pavlenko, O. Gaidar, I. Maliuk, А. Sajenyuk, O. Svyatun, and S. Teletska. "Результати багаторічного радіаційного моніторингу впливу дослідницького ядерного реактора ВВР-М ІЯД НАН України на об’єкти навколишнього природного середовища на території його санітарно-захисної зони та зони спостереження." Nuclear and Radiation Safety, no. 1(89) (March 19, 2021): 21–29. http://dx.doi.org/10.32918/nrs.2021.1(89).03.
Full textAbstract:
У статті описані результати радіаційного моніторингу об’єктів навколишнього природного середовища в санітарно-захисній зоні та зоні спостереження дослідницького ядерного реактора ВВР-М Інституту ядерних досліджень НАН України за 2019 рік та проведено їх порівняння з даними за попередні роки. За досліджуваний період проаналізовано динаміку рівнів загальної бета-активності осідаючого пилу й атмосферних випадінь та скидних вод з основних колекторів Інституту ядерних досліджень, концентрації бета-активних аерозолів у приземному шарі атмосферного повітря, а також вмісту основних радіонуклідів техногенного походження (насамперед, 3H, 90Sr і 137Cs) у зразках ґрунту, рослинності, талої води снігового покриву тощо.Отримані результати радіаційного моніторингу свідчать, що за весь період спостережень не було виявлено достовірного збільшення вмісту радіоактивних речовин у контрольованих параметрах порівняно з рівнями, характерними для м. Києва. Багаторічні дослідження, що проводились у лабораторії Центру екологічних проблем атомної енергетики Інституту ядерних досліджень НАН України, дозволили накопичити значний фактичний матеріал щодо радіаційної ситуації на території санітарно-захисної зони і зони спостереження та обґрунтувати висновок про відсутність техногенного радіоактивного забруднення об’єктів навколишнього середовища, зумовленого експлуатацією ДЯР ВВР-М Інституту ядерних досліджень НАН України.
24
Розенкевич, М. Б., Ю. С. Пак, А. Н. Букин, С. А. Марунич, В. Г. Барчуков, and П. П. Сурин. "АТОМНО-ВОДОРОДНАЯ ЭНЕРГЕТИКА И ОЧИСТКА ОТ ТРИТИЯ СБРОСОВ АЭС НА БАЗЕ РЕАКТОРОВ ВВЭР ПОКОЛЕНИЯ 3+." Российские нанотехнологии 15, no. 3 (2020): 362–67. http://dx.doi.org/10.1134/s1992722320030127.
Full text
25
Расторгуев, Иван Александрович, and Татьяна Дмитриевна Щепетина. "METHODOLOGY OF SEARCHING FOR THE OPTIMAL CONFIGURATION OF A NUCLEAR PLANT SYSTEM TAKING INTO ACCOUNT THE INFLUENCE OF RISKS, CAPITAL COSTS AND DAMAGE FROM ACCIDENTS." Информационные и математические технологии в науке и управлении, no. 2(22) (June 25, 2021): 77–88. http://dx.doi.org/10.38028/esi.2021.22.2.008.
Full textAbstract:
Задача поиска оптимального спектра мощностей атомных реакторов для развивающейся энергосистемы страны с большой долей вклада АС формализована и представлена в виде задачи многокритериальной оптимизации. Оценивается снижение потенциального ущерба от различных факторов риска и затрат на строительство при максимальной выработке электроэнергии. Предложена концепция поиска решения при помощи генетического алгоритма. На основе проведенных расчетов даны рекомендации по оптимизации мощностного ряда реакторных установок (РУ), которые позволят снизить совокупные риски эксплуатации АС при стратегическом планировании. The problem of finding the optimal power spectrum of nuclear reactors for the projecting power system for the whole country is presented. It considers a large contribution of NPP and formalized in the form of a multicriteria optimization problem. Potential damage reduction from various risk factors and construction costs at maximum power generation is estimated. The genetic algorithm is proposed as solver algorithm. Recommendations are given for optimizing the power range of reactor plants on the basis of the performed calculations and reduce the overall risks of NPP operation during strategic planning.
26
Kulikov, Gennady Genrikhovich, Anatoly Nikolaevich Shmelev, Vladimir Aleksandrovich Apse, and Evgeny Gennad’evich Kulikov. "Safety of a fast reactor with a reflector containing a moderator with heavy atomic weight and weak neutron absorption." Izvestiya Wysshikh Uchebnykh Zawedeniy, Yadernaya Energetika 2019, no. 4 (December 2019): 71–82. http://dx.doi.org/10.26583/npe.2019.4.06.
Full text
27
Zhou, Pengchao, and Sergey O. Ivanov. "Development of a Procedure for Predicting the Blanking-off of Steam Generator Heat-Transfer Tubes at VVER-Based Nuclear Power Plants." Vestnik MEI, no. 6 (2017): 70–74. http://dx.doi.org/10.24160/1993-6982-2017-6-70-74.
Full text
28
Proskuryakov, Konstantin N., Aleksandr V. Anikeev, Ibragim Afshar, Sofiya K. Belova, and Daria A. Pisareva. "Predicting Vibroacoustic Resonances in the Cores of NPPs Equipped with LWR-Type Power-Generating Reactors." Vestnik MEI 6 (2019): 39–49. http://dx.doi.org/10.24160/1993-6982-2019-6-39-49.
Full text
29
Антонова, Александра Михайловна, Александр Владимирович Воробьев, Владимир Александрович Воробьев, Екатерина Матвеевна Дутова, and Виталий Дмитриевич Покровский. "МОДЕЛИРОВАНИЕ РАСПРОСТРАНЕНИЯ В АТМОСФЕРЕ ЗАГРЯЗНЯЮЩИХ ВЕЩЕСТВ ВЫБРОСОВ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ НА БАЗЕ ПРОГРАММНОГО КОМПЛЕКСА «SKAT»." Izvestiya Tomskogo Politekhnicheskogo Universiteta Inziniring Georesursov 330, no. 6 (June 11, 2019): 174–86. http://dx.doi.org/10.18799/24131830/2019/6/2138.
Full textAbstract:
Актуальность рассматриваемой тематики заключается в необходимости повышения точности прогнозирования содержания загрязняющих веществ в атмосферном воздухе от выбросов объектов энергетики, в том числе атомных станций, при проведении независимой оценки. Цель работы: обоснование выбора методики расчета рассеивания газообразных загрязняющих веществ от непрерывно действующих высоких источников с учетом метеорологических факторов и тестирование опыта эксплуатации программного комплекса. Объекты: современные методы расчетов рассеивания выбросов загрязняющих веществ в атмосферном воздухе, рекомендуемые для использования на территории России и методика Пасквилла для расчетов загрязнения от непрерывно действующего высокого источника при различных стационарных метеорологических условиях. Методы: математическое моделирование и расчетный анализ на основе разрабатываемого компьютерного программного комплекса «SKAT». Результаты. Проведен анализ методов по рассеиванию газообразных загрязняющих веществ в атмосфере: МРР-2017 и Пасквилла. Сделан вывод о том, что для расчетов рассеивания газообразных загрязняющих веществ выброса объектов энергетики для различных категорий состояния атмосферы в условиях постоянства метеорологических факторов предпочтительнее использовать методику Пасквилла, основанную на модели Гаусса. Разработанный программный комплекс «SKAT» может быть использован для прогнозирования приземных концентраций загрязняющих веществ и расчетов рассеивания загрязняющих веществ в атмосферном воздухе при решении задач мониторинга выбросов загрязняющих веществ в условиях действующих объектов. Применительно к условиям г. Северска Томской области для проектируемого энергоблока с реактором БРЕСТ-300 и пристанционным ядерным топливным циклом по модели Гаусса проведены расчеты распределения выбросов радионуклидов в приземном слое атмосферы.
30
Пронских, Виталий Станиславович. "Проблемы ядерных технологий и радиационной безопасности." Digital Scholar: Philosopher's Lab 3, no. 3 (2020): 6–24. http://dx.doi.org/10.5840/dspl20203323.
Full textAbstract:
В статье обсуждаются этические проблемы, возникающие в ходе развития ядерных технологий, и сопутствующие вопросы радиационной безопасности. Уделено внимание этическим дилеммам и их возможным решениям. Выполнен критический анализ соответствующих дискуссий, ведущихся, в первую очередь, в англоязычной литературе, и обсуждена специфика, связанная с их переносом в российский контекст. Рассмотрены этические проблемы, возникающие в контексте исчерпания запасов урановых ресурсов и обращения с ядерными отходами и включающие неизбежные риски для настоящего и будущих поколений. Среди них меж- и внутрипо-коленческая справедливость (проблема Гардинера) и проблема идентичности будущих поколений (проблема Парфита); проблемы коллективности и индивидуальности в оценке допустимых радиационных доз для работников ядерных предприятий и населения, относящиеся к необходимости комбинирования деонтологического и утилитаристского подходов в практике радиационной защиты. Показываются культурные различия в отношении к безопасности нынешнего и будущих поколений населения стран и регионов и коррелирующая с ними неоднозначность в выборе технологии ядерных реакторов, длительного захоронения или переработки ядерных отходов; двойные стандарты в обеспечении радиационной безопасности персонала ядерных объектов и населения; этические проблемы компенсации рисков работникам радиационно-опасных производств; вопросы гендерных различий в чувствительности к радиационному воздействию, гендерного равенства и дискриминации по отношению к доступу к рынку труда в атомной промышленности. Отмечается важность социогуманитарного обсуждения этических проблем ядерных технологий и радиационной безопасности. Оно в настоящий момент практически отсутствует в русскоязычной философской литературе, несмотря на его исключительную важность ввиду как уровня развития ядерной энергетики в России, так и потенциальных рисков, которые эти технологии несут нынешнему и будущим поколениям сотрудников ядерных объектов, а также населению страны, соседних стран и мира. Задача настоящей статьи – инициировать такую дискуссию.
31
Tyurina, Elina, Zaituna Korneeva, and Pavel Elsukov. "Integrated optimization of thermal power part of PWR nuclear power units to increase their efficiency." Proceedings of Irkutsk State Technical University 23, no. 5 (October 2019): 978–85. http://dx.doi.org/10.21285/1814-3520-2019-5-978-985.
Full text
32
Pasteur, I. P. "Клінічні дослідження медичних наслідків аварії на Чорнобильській АЕС згідно з базою даних сайту ClinicalTrials.gov." Endokrynologia 25, no. 4 (December 14, 2020): 343–54. http://dx.doi.org/10.31793/1680-1466.2020.25-4.343.
Full textAbstract:
26 квітня 1986 р. на четвертому реакторі Чорнобильської атомної електростанції (ЧАЕС) сталася найбільш масштабна техногенна аварія в історії людства. Мета — представити інформацію про клінічні дослідження медичних наслідків аварії на ЧАЕС. Результати. Станом на 31 березня 2020 р. на сайті ClinicalTrials.gov була розміщена інформація про 6 клінічних досліджень із медичних наслідків аварії на ЧАЕС. Середня тривалість досліджень становить 15 років і 9 місяців, а 2/3 із них виконуються понад 20 років. Поточний статус досліджень: «завершено» — 3 дослідження, «набір», «активний, без набору» і «призупинено» — по 1 дослідженню. 4 клінічних дослідження проводяться в Україні: 3 — на базі ДУ «Національний науковий центр радіаційної медицини НАМН України» і 1 — на базі ДУ «Інститут ендокринології та обміну речовин ім. В.П. Комісаренка НАМН України»; 1 дослідження проводиться в Республіці Білорусь на базі Республіканського науково-практичного центру радіаційної медицини та екології людини (м. Гомель), а 1 завершене дослідження проводилося в Спо- лучених Штатах Америки на базі Національного інституту раку (National Cancer Institute). У всіх дослідженнях головний дослідник є співробітником National Cancer Institute (США). Спонсором усіх досліджень є National Cancer Institute (США). Загальна кількість учасників клінічних досліджень становила 51 051 особу (мінімальна — 673, максимальна — 23 143, середня — 8 508). Тип дослідження у всіх випадках був обсерваційний. За моделлю дослідження розподіл наступний: когортне дослідження — 2 дослідження, дослідження «випадок-контроль» — 2 дослідження, дослідження сімей — 1 дослідження (для одного дослідження інформація відсутня). За часовою перспективою дослідження були ретроспективними — 3 дослідження, проспективними і поперечними — по 1 дослідженню (для одного дослідження інформація відсутня). За методом вибірки клінічні дослідження були випадковими (2 дослідження) і невипадковими (3 дослідження); для одного дослідженняінформація відсутня. Представлено огляд 20 публікацій за результатами 5 клінічних досліджень. Висновок. На сайті ClinicalTrials.gov зареєстрована вкрай мала кількість клінічних досліджень медичних наслідків аварії на ЧАЕС.
33
Касатова, А. И., В. В. Каныгин, И. А. Разумов, С. Ю. Таскаев, Д. А. Касатов, and В. А. Бывальцев. "Biological effectiveness of boron neutron capture therapy in human glioma and melanoma cells." ZHurnal «Patologicheskaia fiziologiia i eksperimental`naia terapiia», no. 3() (September 16, 2020): 110–16. http://dx.doi.org/10.25557/0031-2991.2020.03.110-116.
Full textAbstract:
Введение. Бор-нейтронозахватная терапия (БНЗТ) является перспективной экспериментальной методикой лечения онкологических заболеваний. По данным клинических исследований пациентов с глиобластомой и меланомой, леченных БНЗТ на ядерных реакторах, отмечены рост медианы выживаемости и улучшение качества жизни. Для получения эпитепловых нейтронов ведется разработка новых источников на основе ускорителей заряженных частиц. Один из проектов был реализован в Институте ядерной физики им. Г.И. Будкера СО РАН, достигнутые параметры пучка позволяют проводить доклинические исследования. Цель работы - выявление на клеточных линиях глиомы и меланомы зависимости эффективности БНЗТ от концентрации бора при использовании пучка, генерируемого на источнике эпитепловых нейтронов ускорительного типа Института ядерной физики им. Г.И. Будкера СО РАН и оценка перспектив использования этого источника эпитепловых нейтронов для дальнейших клинических исследований. Методика. Клеточные линии U251 (глиома) и SK-Mel28 (меланома) опухолей человека инкубировали с добавлением в ростовую среду различных концентраций бора, используя препарат борфенилаланин, в течение 24 ч, затем облучали потоком нейтронов. Измерение концентрации изотопа бора 10В в опухолевых клетках проводили на атомно-эмиссионном спектрометре ICPE-9820 (Shimadzu, Япония). Клоногенный тест использовали для оценки влияния бор-нейтронозахватной терапии на клетки глиомы и меланомы. Результаты. Анализ данных БНЗТ показал, что колониеобразующие свойства облученных клеток глиомы и меланомы уменьшались с повышением концентрации бора. Так, по мере накопления бора линией SK-Mel28 увеличивается количество погибших клеток после облучения, а концентрация 10В 25 мкг/мл обеспечивает летальную дозу для 100% клеток (LD100). Глиальная линия накапливает бор менее интенсивно и гибель 100% клеток происходит при концентрации 10В 50 мкг/мл. В образцах, облученных без бора, в сравнении с контролем также наблюдалось снижение выживаемости клеток из-за присутствия быстрых нейтронов и гамма-излучения. Заключение. Данные экспериментов in vitro доказывают эффективность действия бор-нейтронозахватной терапии на клетки глиомы и меланомы при использовании источника эпитепловых нейтронов ускорительного типа ИЯФ СО РАН и борфенилаланина как агента доставки бора с концентрацией 10В 6,25-50 мкг/мл, а также перспективность использования данного метода в лечении таких опухолей, как глиома и меланома. Boron neutron capture therapy (BNCT) is a promising experimental method for the treatment of oncological diseases. According to results of clinical trials, patients with glioblastoma and melanoma treated with BNCT at nuclear reactors showed an increase in median overall survival and an improvement in quality of life. To obtain epithermal neutrons, new sources based on charged particle accelerators are being developed. One of the projects was implemented at the G.I. Budker Institute of Nuclear Physics, and the obtained beam parameters allowed conducting preclinical experiments. The aims were to identify the dependence of the effectiveness of BNCT in glioma and melanoma cell lines on boron concentrations using a beam generated at the accelerator based epithermal neutron source in the G.I. Budker Institute of Nuclear Physics and to evaluate prospects for using this epithermal neutron source for further clinical research. Methods. The U251 glioma cell line and the SK-Mel28 melanoma cell line were incubated with various concentrations of boronophenylalanine added to the growth medium for 24 hours and then irradiated with a neutron flux. The 10B accumulation in tumor cells was measured with an ICPE-9820 atomic emission spectrometer (Shimadzu, Japan). The effect of BNCT on glioma and melanoma cells was evaluated by the colony forming assay. Results. Analysis of the BNCT experimental data showed that the colony-forming capabilities of irradiated glioma and melanoma cells decreased in proportion to the increase in boron concentration. Thus, increasing accumulation of boron by SK-Mel 28 cells provided a greater number of dead cells with irradiation at a concentration of 10B of 25 µg/ml being a lethal dose for 100% of the cells (LD100). The glial cell line accumulated boron less intensively; death of 100% of cells occurred at a 10B concentration of 50 µg/ml. In samples irradiated without boron, the number of colonies was also decreased compared to the control due to the presence of fast neutrons and gamma-radiation components. All differences between the control and the experiment were statistically significant (p <0.05 for all). Conclusion. The results of the in vitro experiments demonstrated the effectiveness of BNCT in glioma and melanoma cell lines with the use of accelerator based epithermal neutron source in BINP and boronophenylalanine as a boron delivery agent at 10B concentrations of 6.25-50 µg/ml. Furthermore, this method proved promising for the treatment of tumors, such as glioma and melanoma.
34
Григор’єва, Алла Олександрівна. "Паспорт химического элемента как один из видов контрольной работы по химии." Theory and methods of e-learning 2 (January 11, 2014): 29–33. http://dx.doi.org/10.55056/e-learn.v2i1.245.
Full textAbstract:
В последние годы в университет пришло много студентов на ускоренную форму обучения. Они начинают обучаться с 3-го курса, но по некоторым дисциплинам, в том числе и по химии, из-за несовпадения числа часов на изучение дисциплин, разнобоя в программах, у многих студентов-ускоренников образовались несколько задолженностей по предметам, изучаемым на младших курсах университета. Ликвидировать долги студент обязан на протяжении одного года. Понятно, что таким студентам приходится тяжело. Они должны осваивать программу 3-го курса и параллельно досдавать ряд предметов за младшие курсы. Поэтому многие студенты идут по пути наименьшего сопротивления. Они не выполняют сами контрольные задания, а «заказывают» их выполнение у знакомых людей. На экзамене или зачете они, в большинстве своем, плохо защищают свои работы и показывают низкий уровень знаний всей программы.Чтобы облегчить выполнение контрольного задания, в последние 2 года мы даем студентам инженерных специальностей не 12 задач по темам курса химии, а озадачиваем их составлением химического паспорта элемента описания свойств элемента согласно плану:Общепринятое название элемента. Другие названия. Положение в периодической системе Д. И. Менделеева. Порядковый номер, молекулярная масса. Номер периода, группы иподгруппы.Полная электронная формула нейтрального атома.Подуровни, содержащие валентныеэлектроны.Графическое распределение электронов в валентныхподуровнях.Низшая (самая меньшая) степень окисления.Высшая степень окисления элемента.Промежуточные степени окисления.Формулы оксидов по каждой степени окисления.Формулы иназвания гидратоввышеперечисленных оксидов.Нахождение элемента вприроде (%-ноесодержание), важнейшие минералы (1-2) (названия иформулы). Методы получения элемента всвободном виде (указать название метода иуравнение реакции получения элемента)Физические свойства элемента: Агрегатное состояние.Температура плавления (ºС иК)Температура кипения (ºСиК)Растворимость вводе (г/100 г)Плотность г/см3или кг/м3.Другие физические свойства (твердость, модуль упругости, электропроводности).Стандартный электродный окислительно-восстановительный потенциал.Химические свойства элемента (везде писать уравнение реакции и указать название продуктов).Реакция скислородом.Реакция снеметаллами(S, Сl2, Вг2, I2, N2, Ридр.) Реакция сводой.Реакции сразбавленными кислотами (НС1,Н2SO4,Н3РO4).Реакция сразбавленной HNO3.Реакции сконцентрированными кислотами Н2SO4иНNО3.Реакция со щелочью (NaOHили KOH).Реакция ссолью. Применение элемента втехнике инародном хозяйстве. Важнейшие соединения данного элемента (формула, название, области применения). Особо выделить значение для отраслей Вашей специальности. Другие сведения (какие Вы считаете нужными иинтересными)Литература.В методических указаниях к выполнению этой работы мы приводим образец выполнения задания.Образец выполнения первой части заданияХарактеристика Zr (циркония)Цирконий (Zirconium). Других названий нет. Положение впериодической системе Д. И. Менделеева. Впериодической системе элементов находится под №40(40 протонов вядре его атома и40 электронов вокруг ядра). Молекулярная масса атома 91,22. Zr находится в5периоде, IV группе, побочной (IV В) подгруппе. Полная электронная формула атома: 40Zr -2,8,18,10,2 ls22s22р63s23р63d104s24р64d25s2Валентныеэлектроны находятся вподуровнях 4d25s2Графическое распределение их: ↑↑ 4d 5s Низшая степень окисления +2 (уходят электроны с5s-подуровня).Высшая степень окисления +4 (уходят еще два электрона с4d-подуровня; высшая степень окисления равна №группы элемента впериодической системе). Промежуточная степень окисления +3. Формулы оксидов: ZrO, Zr2O3иZrO2.Формулы иназвания их гидратовZr(ОН)2–цирконий (II) гидроксид,Zr(ОН)3–цирконий (Ш) гидроксид,H2ZrO3–циркониевая(цирконатная)кислота. В земной коре циркония0,025 масс. %, важнейшие минералы: ZrSiO4–циркониZrO2–бадделеит.Получают цирконий сложными путями: Спекание цирконасК2[S1F6],отделение K2[ZrF6]и восстановление до Zr: а) ZrSiO4 + K2[SiF6]=K2[ZrF6] + 2SiO2;б) K2[SiF6] + 2Zn=Zr + 2KF + 2ZnF2.Метод хлорирования: ZrSiO4 + 2Cl2 + C=ZrCl4 + SiO2 + CO2,ZrCl4 + 2Mg=Zr + 2MgCl2.Чистый цирконий получают разложением ZrI4при 1200 ºС: ZrI4 → Zr + 2I2Физические свойства элемента: Твердое вещество, блестящий металл серебристо-белого цвета.Температура плавления равна 1855 ºC или 2128 КТемпература кипения равна 4340 ºС или 4613 КВводе не растворим. Плотность р=6,45г/см3.Пластичен. Пропускает тепловые нейтроны, относительная электрическая проводимость равна 2(Hg=l)малоэлектропроводен.Стандартный электродный потенциал Е0Zr = 1,53В.Химические свойства циркония.Он относится ккоррозинноустойчивымметаллам. На воздухе покрыт защитной оксиднойпленкой, при высокой температуре окисляется:Zr+O2 = ZrО2.Реагирует сгалогенамиF2, Сl2,Вr2:Zr+2F2= ZrF4; Zr+2Cl2=ZrCl4Не реагирует сводой. Не растворяется вразбавленных HCl,H2SO4,Н3РO4.Не растворяется вразбавленной HNO3.Растворяется вплавиковойкислоте: Zr+6HF=H2ZrF6 +2H2.Растворяется вконцентрированной H2SO4:Zr+4H2SO4(k) = Zr(SO4)2 + 2SO2 + 4H2O.Пассивируетсяконцентрированной азотной кислотой НNО3 при нагревании:Zr+4НNО3(конц.) =ZrO2↓ +4NO2 + 2H2O Zr0 – 4 ē → Zr4+(окисление), Zr —восстановительN5+ +1 ē → N5+(восстановление), НNО3—окислитель. Растворяется вцарской водке: 3Zr+4HNO3 + 18HCl = 3H2[ZrCl6]+4NO+8H2OНе растворяется вщелочах. Ссолями не реагирует. Металлический цирконий иего сплавы-циркалоныиспользуются как: - конструкционные материалы для атомных реакторов;- легирующийкомпонент броневых, нержавеющих ижаропрочныхсталей; - для повышения прочности сплавов меди, магния иалюминия Важнейшие соединения циркония. ZrO2–цирконий (n) оксид.Тугоплавкоесоединение, применяется для изготовления тугоплавкихстекол, эмалей, глазурей, жароупорнойхимической посуды, огнеупорных тиглей. ZrN1–x, где х=0–0.42–цирконий нитрид–один изсамых устойчивых итвердых нитридов.ZrC–цирконий карбид, тугоплавкое(Тпл.=3630 ºС)иочень твердое вещество, применяется вкачестве шлифовального материала, атакже вместо алмаза при резке стекла. Добавка циркониякмеди значительно повышает ее прочность, не снижая при этом электропроводности.Соединения циркониявсегда содержат трудноотделяемые соединения гафния(=2% Hf). Zr, как иTi, способен поглощать водород, кислород иазот, ипоэтому спользуется как присадка для удаления из сплавов растворенных газов, что делает литье однородным, т.е. не содержащим пустот. Мировое производство циркония500 тыс. тонн вгод. Литература (дать перечень использованной литературы).Студент, получив свой химический элемент, может самостоятельно, без посторонней помощи выполнить контрольное задание. Некоторые студенты приходят на кафедру и, получив необходимую справочную литературу, выполняют контрольную работу в течение одного рабочего дня.Считаем, что такой метод ликвидации задолженности по химии студентами ускоренной формы обучения эффективен.
35
Аракелян, Ф. О., И. П. Башилов, Ю. Н. Зубко, А. В. Николаев, and Д. Г. Левченко. "Seismic protection of nuclear power plants, problems and prospects." Геология и геофизика Юга России, no. 3 (September 20, 2019). http://dx.doi.org/10.23671/vnc.2019.3.36476.
Full textAbstract:
Рассмотрено состояние и перспективы развития атомной энергетики в связи с сейсмической и другими природнотехногенными опасностями. Анализирован опыт эксплуатации АЭС, статистика аварий на АЭС, их причины. В связи с авариями на ряде АЭС и глобальной сменой приоритетов энергетической политики в сторону возобновляемых источников энергии (ветра, солнца, гейзеров и т.п.) многие из технически развитых стран (США, Япония, Германия) заявляют о снижении роли атомной энергетики в собственных энергетических планах. Угроза опасности объединяет усилия таких стран как США, Франция, Россия, Япония, Южная Корея, Канада и Китай в сотрудничестве в области совершенствования технологий, усиления ядерной безопасности и развития ядерной инфраструктуры в странахновичках. Наиболее опасными признаны АЭС Азии, где отмечается повышенная сейсмичность. Благодаря усилиям по повышению безопасности АЭС, сделан вывод о снижении сейсмической опасности в связи с глубокой автоматизацией и передачей основных управляющих функций АЭС программному комплексу, совершенствованием алгоритмов принятия решений в случае землетрясения и других чрезвычайных ситуаций. Одна из главных целей глубоко эшелонированной защиты состоит в блокировании опасностей человеческих ошибок и сочетания отказов оборудования и ошибок операторов и распорядителей. Системы безопасности должны включаться автоматически и на некоторое время блокировать действия оператора АЭС. Эффективной защитой энергоблоков, построенных в последние десятилетия, являются герметичные оболочки (контейменты) и размещение над реактором емкости с большим количеством раствора бора, который выливается на реактор при аварии и нейтрализует радиоактивность в случае ее появления. Более детальный анализ сейсмотектонической ситуации площадок действующих АЭС мира привел к необходимости повышения ускорения безопасного останова в ряде АЭС. При проектировании АЭС недостаточно учитывать магнитуду и интенсивность предполагаемых землетрясений, для инженерных расчетов необходимо использовать конкретные параметры колебаний. Среди них важнейшее место занимает ускорение грунта, по которому можно с максимальной уверенностью судить о потенциальных нагрузках на сооружения и оборудование в зоне землетрясения. Приведена модернизированная система сейсмической защиты (ССЗ1М) энергоблоков отличающаяся надёжностью, отсутствием ложных срабатываний, стабильностью параметров во времени, защитой от внешних несанкционированных воздействий. The state and prospects of the development of nuclear energy in connection with seismic and other natural and technological hazards are considered in the article. The experience of operating nuclear power plants, statistics on accidents at nuclear power plants, and their causes are analyzed. Due to accidents at several nuclear power plants and a global change in energy policy priorities towards renewable energy sources (wind, solar, geysers, etc.), many of the technically developed countries (USA, Japan, Germany) declare a reduction in the role of nuclear energy in their energy plans. The threat of danger unites the efforts of countries such as the USA, France, Russia, Japan, South Korea, Canada and China in cooperation in the field of improving technologies, enhancing nuclear safety and developing nuclear infrastructure in newcomer countries. The most dangerous nuclear plants are located in Asia, where the increased seismicity is noted. As a result of the efforts to improve the safety of nuclear power plants, it is concluded that seismic hazard is reduced due to the deep automation and transfer of the main control functions of the nuclear power plant to the software package, improvement of decisionmaking algorithms in the event of an earthquake and other emergencies. One of the main goals of defense in depth is to block the dangers of human error and the combination of equipment failures and the errors of operators and managers. Safety systems should turn on automatically and block the actions of the NPP operator for a while. Sealed shells (containers) and placement of containers with a large amount of boron solution over the reactor, which is poured onto the reactor in the event of an accident and neutralizes radioactivity in case of its occurrence, are an effective protection for power units built in recent decades. A more detailed analysis of the seismotectonic situation of the sites of existing nuclear power plants in the world has led to the need to increase the acceleration of safe shutdown in several nuclear power plants. When designing a nuclear power plant, it is not enough to take into account the magnitude and intensity of the alleged earthquakes for engineering calculations, it is necessary to use specific vibration parameters. Among them, acceleration of the soil occupies the most important place, by which it is possible to judge with maximum confidence the potential loads on structures and equipment in the earthquake zone. The modernized seismic protection system (SSZ1M) of power units is characterized by reliability, the absence of false alarms, the stability of parameters in time, and protection against external unauthorized influences.
36
Чунг, Н. Ч. Х., Х. С. М. Фуонг, В. А. Попов, and М. Д. Старостенков. "МЕЖАТОМНЫЙ ПОТЕНЦИАЛ ДЛЯ МОДЕЛИРОВАНИЯ РАДИАЦИОННЫХ ПОВРЕЖДЕНИЙ В ТРОЙНЫХ СПЛАВАХ." Фундаментальные проблемы современного материаловедения, no. 3 (September 15, 2020). http://dx.doi.org/10.25712/astu.1811-1416.2020.03.015.
Full textAbstract:
Обсуждаются наиболее часто используемые межатомные потенциалы Финниса-Синклера и Циглера-Бирсака-Литтмарка. Потенциал Финниса-Синклера вполне пригоден для описания термодинамически равновесных свойств ОЦК сплавов V-Cr-Ti с высоким содержанием ванадия. Однако, результаты наших расчетов показали, что в условиях радиационного облучения даже улучшенный потенциал Финниса-Синклера занижает пороговые энергии смещения ванадия и хрома в трех основных направлениях [100], [110], [111] и переоценивает пороговую энергию смещения титана в направлении [100] при сравнении с экспериментальными данными по электронному облучению. В потенциале Циглера-Бирсака-Литтмарка учтено кулоновское отталкивание ядер атомов. Однако, пренебрежение отталкивающим взаимодействием на средних расстояниях оказывает неудовлетворительное и весьма заметное влияние на формирование каскадных дефектов. Более того, точность указанных модифицированных потенциалов сильно зависит от вида плавного перехода от равновесной к короткодействующей части потенциала. Вышеуказанные недостатки учтены нами при моделировании межатомного потенциала, основанного на машинном обучении для описания радиационных повреждений в богатых ванадием сплавах V-Cr-Ti. Полученный потенциал верно воспроизводит равновесные свойства системы V-Cr-Ti и правильно описывает атомные взаимодействия на очень коротких межатомных расстояниях. Он может быть использован для изучения физических свойств и радиационного поведения тройных сплавов V-Cr-Ti при изготовлении материалов, применяемых в термоядерных реакторах нового поколения. Потенциалы, полученные методом машинного обучения, позволяют выполнять моделирование с высокой точностью, достижимой при ab initio вычислениях, с затратами времени вычислений, сопоставимыми при использовании эмпирических потенциалов.